Сайт в помощь студенту Грамоте учиться – всегда пригодится

Cкачать полностью
                                       

МИНИСТЕРСТВО ТРАНСПОРТА РФ
ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНСТВО ЖЕЛЕЗНОДОРОЖНОГО ТРАНСПОРТА
Филиал государственного образовательного учреждения высшего профессионального образования
«Иркутский государственный университет путей сообщения
в г. Красноярске

 

 

Кафедра СД
дисциплина
«БЖД»

 

Лабораторная работа №2
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

 

Выполнил студент
Группы Э-03-1
Тележкина Т.В.
Тарасенко А.И.
Проверил преподаватель
Прусская С.Н.

 

 

 

Красноярск
2005

Содержание

Введение                                                                                                                           3

I. Атомные электростанции                                                                                            4
1.1. Типы атомных электростанций                                                                              4-5
1.2. Тепловые схемы АЭС                                                                                             6-7
1.3. Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики                        8-9
1.4. Требования к экономическим параметрам АЭС                                               9-10
Заключение                                                                                                                       11
Список литературы                                                                                                          12

 

Введение

           
Известно, что наиболее освоенными и широко используемыми источниками энергии на Земле в настоящее время являются:
полезные ископаемые органического происхождения,
возобновляемые источники энергии также органического происхождения (древесное топливо и т. п.),  а также
источники гидравлической энергии (пригодные для этой цели реки и другие водоемы),
в совокупности удовлетворяющие современные потребности человечества в энергии приблизительно на 80%.  Однако:
запасы полезных ископаемых довольно ограничены и распределены на Земле весьма не равномерно с геополитической точки зрения;
возобновляемые источники энергии (древесное топливо и т. п.) недостаточно калорийны и их широкое использование для удовлетворения существующих сегодня потребностей грозит очевидной экологической катастрофой;
возможности использования энергии водоемов также весьма ограничены и сопряжены с негативным влиянием на экологию,
поэтому, наиболее авторитетных ученые отечественной и зарубежной науки полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных  энергетических установок.    Перспективность ядерной энергетики, несмотря на последствия чернобыльской трагедии, становится с каждым годом все более очевидной благодаря результатам исследований, провидимым в ведущих ядерных странах. Результаты этих исследований  убедительно свидетельствуют, что создание достаточно надежных энергетических установок на ядерном топливе сегодня вполне реально. Так основным содержанием развития ядерной энергетики в России и ряда других зарубежных стран в последние годы была дальнейшая разработка качественно новых подходов в обеспечении безопасности атомных станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для теплоснабжения крупных населенных пунктов, таких как города с численность населения от 500 тыс. человек населения и выше. Создание двух таких станций в середине 80-х годов уже было близко к завершению под Нижним Новгородом и Воронежем, но волна антиядерных настроений после чернобыльской аварии 1986 года остановила их строительство. Использованные в этих проектах свойства самозащищенности реакторов и пассивные системы и средства безопасности составляют на сегодняшний день основу безопасности новых поколений станций нового столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13 стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки, представляющих из себя атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Общая концепция АСТП была разработана в 1975-78 г.г., и первоначальный срок пуска блоков был ориентирован на 1985 г. Уже в настоящее время в России существует возможность реализации проекта АСТП при выводе из эксплуатации двух промышленных реакторов под Томском  \По данным Макарова А.А., Волкова Е.А., 1999г.\.

 

 

 

 

Атомные электростанции

 

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов преобразуется в электроэнергию. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения.

 

1.1. Типы атомных электростанций

                        Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями (АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.
Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания \По данным Маргулова Т.Х., Порушко Л.А.,1982г.\.
Принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В таблице 1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (-) сочетания замедлителя и теплоносителя.

Таблица 1


Замедлитель

Теплоноситель

Н2О

Газ

D2О

Жидкий металл

Н2О

+

-

-

-

Графит

+

+

-

-

D2О

+

+

+

-

Отсутствует

-

+

-

+

           

 

 

Все реакторы можно классифицировать \По данным Дементьева Б.А.,1984г.\
назначению:
энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);
исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);
транспортные (компактность, маневренность);
промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);
многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);
виду замедлителя
легководные (наиболее компактны);
графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);
тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);
виду теплоносителя
легководные (наиболее распространенные);
газоохлаждаемые (также широко распространены);
тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);
жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);
энергетическому спектру нейтронов
на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);
на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);
на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);
структуре активной зоны
гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);
гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).
Особенность современной ядерной энергетики – использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном уране его всего 0,7%. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.
Коренное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС заключается в том, что для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а для ТЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону.